ナトリウム冷却高速炉におけるマルチレベル・シナリオシミュレーション技術開発, 10; マルチレベルシミュレーションシステムにおける基本モジュールの連成手法の整備

Development of multi-level, multi-scenario simulation systems for sodium cooled fast reactor, 10; Development of coupling method for basic modules in multi-level simulation system

堂田 哲広  ; 横山 賢治   ; 田中 正暁  ; 高田 孝  ; 大島 宏之

Doda, Norihiro; Yokoyama, Kenji; Tanaka, Masaaki; Takata, Takashi; Ohshima, Hiroyuki

ナトリウム冷却高速炉(SFR)の安全基盤技術として、SFRの設計オプションに柔軟に対応し、設計で想定される運転状態に対して高効率解析から高精度な現象予測解析までを1つのシステムで実現するマルチレベルシミュレーションシステム(MLPS)の開発を進めている。燃料集合体解析コードと核特性解析コードをプラント動特性コードと連成させる手法を整備し、燃料集合体-炉心全体熱流動の連成問題及び制御棒不作動時の核-熱連成問題の解析を実施した。1Dコードのみで解析した結果との比較により、各連成手法の妥当性を確認した。

JAEA has developed a multi-level plant simulation system to enhance a safety assessment technology for sodium cooled fast reactor (SFR). The system, in which high-efficient plant dynamics analyses with a one-dimensional system code and high-accurate local phenomena analyses with multi-dimensional codes are coupled, may apply to the various design options of SFR. We have developed two coupling methods with plant dynamics analysis code for fuel assembly thermal-hydraulics analysis code and for neutronics analysis code, respectively. Using the coupling methods, we performed analyses on the thermal-hydraulics coupling problem between whole core and a fuel assembly and on the nuclear-thermal coupling problem under unprotected conditions. The coupled analysis results were compared with the 1D code results of the same problems. The results showed that each coupling method was validated.